启明星1#次临界装置的裂变率分布

启明星1#次临界装置是我国为开展加速器驱动的次临界系统(ADS)研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。启明星1#次临界装置在确定的装载下、由不同能量的外中子源作用时,利用MCNP程序分别对装置快中子能谱区、热中子能谱区燃料元件的径向及轴向裂变率分布进行模拟计算,所使用外中子源的中子能量分别为2.5、5、14MeV。计算结果表明:在外中子源源强相同的情况下,源中子能量越高,裂变率越大;在源中子能量相同的情况下,次临界反应堆的轴向裂变率分布为中间高、两端低,径向裂变率分布在快中子能谱区先减小后增大,而热中子能谱区则是先增大后减小,然后,随着接近反射层又逐渐增大。该裂变率分布计算结果为后续实验测量和探测器布置提供了参考。     

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律,优化了实验测量裂变率分布方案,合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究,确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示：快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计

针对现有加速器驱动核能系统概念设计中存在的安全隐患,采用MCNP程序设计了加装辅助停堆系统的次临界实验装置;通过改变热区栅距、热区厚度和控制棒的下插深度来改变堆芯参数,对反应堆有效增殖系数进行计算和比较分析,实现了不同堆芯参数下keff值可调;对几种不同热区栅距和热区燃料棒根数所对应的停堆深度和控制棒价值进行了计算,结果表明,辅助停堆系统提高了加速器驱动系统(ADS)的安全性.     

5 启明星1#中子通量密度测量实验

启明星1#是由1个快中子能谱区／热中子能谱区耦合组成的堆芯和由外中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区在堆芯内部，热中子能谱区在堆芯外部，快区不仅能够提供快中子能谱，还可放大外中子源用于驱动热区，热中子能谱区主要用来能量放大以维持装置的链式裂变反应。在此装置上开展通量测量实验是为了了解这种新型快热耦合装置跟其它装置相比有何异同，分别用高压倍加器驱动产生的氘氚反应和镅铍外中子源研究整个堆的通量分布，以便于开展核嬗变研究工作。     

球形浓缩铀装置的中子价值和裂变率分布测量

为得到Rossi-α测量临界装置的瞬发中子衰减常数的空间修正因子，利用²⁵²Cf中子源测量带贫化铀反射层的球形浓缩铀临界装置(CFBR-Ⅱ)的中子价值空间分布，同时用浓缩铀裂变电离室测量该装置的裂变率空间分布，得到该装置的空间修正因子为1.096。     

跳源法在启明星1#次临界装置中的应用

简要介绍了跳源法在启明星1#次临界装置上测量次临界度的原理、外源驱动的次临界中子学实验装置、堆芯布置及中子源驱动系统。主要研究了中子源在堆芯轴向中心位置、不同装载情况下的反应性变化,并给出不同的有效倍增系数keff。实验测量结果与理论计算结果进行了比较,结果符合较好。     

加速器驱动次临界堆堆芯物理概念研究

分析了加速器驱动次临界堆芯的裂变核素增殖和平衡条件,主要长寿命放射性废物的积累,裂变产物毒性的影响及次临界堆的运行周期,输出功率和能量增益等主要性质,并对次临界热堆和次临界快堆的物理性质进行了比较。     

次临界反应性测量的空间修正及其应用综述

次临界下的反应性测量技术有着自身的特点,次临界下控制棒的动作、堆芯的次临界度以及外中子源的存在都会对堆芯中子通量的分布产生影响,因此通常情况下堆芯的次临界度只能"监视",无法准确测量。在堆芯模拟软件发展的基础上,国外科研人员提出了次临界下点堆模型的空间修正方法,将这种方法用于动态棒价值测量(DRWM),并在此基础上进一步发展了次临界控制棒价值测量(SRWM),这些技术有的已经被国内核电站使用,但是国内对空间修正的原理及方法鲜有介绍。本文针对这种需求,总结概括了国外商用堆次临界反应性测量的基本原理与方法,并结合反应性测量仪表技术,给出了次临界反应性仪的数据处理流程,这对于推进国内商用堆次临界反应性测量的研究和实际应用具有较为重要的意义。     

核燃料裂变产物对临界影响研究

本文针对钐、钕、钆和银等4种裂变产物在中试厂核临界安全实验装置上开展了临界实验研究。堆芯的易裂变材料为固液两相存在,固体燃料为二氧化铀,液体燃料为硝酸铀酰。固体燃料棒采用六角形方式排布,浸泡在硝酸铀酰溶液中。将临界实验测量结果与蒙特卡罗程序MONK的理论计算结果进行比较。结果表明：理论计算结果与临界实验测量结果符合较好;裂变产物样品引入的负反应性价值非常可观,能谱变化显示裂变产物样品对中子的吸收在热能点以下能区起决定性作用。     

启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。     

Analysis of fuel management in the KIPT neutron source facility

Argonne National Laboratory (ANL) of USA and Kharkov Institute of Physics and Technology (KIPT) of Ukraine have been collaborating on the conceptual design development of an experimental neutron source facility consisting of an electron accelerator driven sub-critical assembly. The neutron source driving the sub-critical assembly is generated from the interaction of 100 KW electron beam with a natural uranium target. The sub-critical assembly surrounding the target is fueled with low enriched WWR-M2 type hexagonal fuel assemblies. The U-235 enrichment of the fuel material is <20%. The facility will be utilized for basic and applied research, producing medical isotopes, and training young specialists. With the 100 KW electron beam power, the total thermal power of the facility is ∼360 kW including the fission power of ∼260 kW. The burnup of the fissile materials and the buildup of fission products continuously reduce the system reactivity during the operation, decrease the neutron flux level, and consequently impact the facility performance. To preserve the neutron flux level during the operation, the fuel assemblies should be added and shuffled for compensating the lost reactivity caused by burnup. Beryllium reflector could also be utilized to increase the fuel life time in the sub-critical core. This paper studies the fuel cycles and shuffling schemes of the fuel assemblies of the sub-critical assembly to preserve the system reactivity and the neutron flux level during the operation.     

ADS次临界反应堆的中子共轭方程

与临界反应堆相比,ADS次临界反应堆的外源中子和裂变中子的空间分布具有严重的不均匀性,对应的中子价值也不同。本工作对次临界反应堆的稳态输运方程作分群扩散近似,得到了多群方程,进一步推导出按堆芯功率归一化的中子共轭方程表达式和与功率相关的中子价值函数表达式,给出了次临界反应堆中子价值的物理意义。由稳态中子共轭方程组出发,给出了两种带外加中子源的次临界反应堆增殖因数的表达式。     

跳源法测量ADS启明星Ⅱ号的次临界度及动态特性

本文主要利用²⁵²Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态,即k_eff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好,验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据,为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。     

基于IQS/MC方法的ADS次临界反应堆中子时空动力学模拟分析

采用改进准静态近似与蒙特卡罗中子输运程序相结合(IQS/MC)的方法实现了加速器驱动的次临界系统(ADS)中子时空动力学模拟计算。以加速器驱动嬗变研究装置的靶堆耦合参考方案物理模型为例,通过对束流瞬变引入和燃料组件提升两种工况进行动态模拟,计算得到了堆芯总的相对功率、分能群相对中子注量率及相对功率三维网格分布随时间的变化。将IQS/MC方法计算结果与点堆计算结果进行了对比分析,模拟结果符合物理规律,两种方法对比结果与国外相关文献一致,表明IQS/MC方法适用于ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的瞬态安全分析。     

固体径迹法测量D-D中子源水泥反射中子

叙述了水泥反射体中D-D中子源反射中子测量实验原理。测量了无反射体、有反射体、本底三种状态下中子引发235U(包镉)、238U产生的裂变率。并根据裂变率得到实验装置下水泥反射体对中子的反射系数。对反射系数随角度变化趋势进行了分析。     

235U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的不确定度分析

文章简述²³⁵U裂变电离室法及金箔活化法测量热中子注量率的基本原理,并对测量过程中的各项不确定度因素进行了分析评定,包括中子衰减、裂变计数率、全谱平均反应截面、金箔活性等。计算出的两种注量率测量相对合成标准不确定度满足2%～5％的要求。对减小中子注量率测量不确定度的方法进行了讨论。